CAP1400熔融物堆內滯留試驗驗證研究1）

胡 騰,常華健,2,薛艷芳?,趙宇峰,楊 勝,陸 維,張 明,張 祥,張 鵬

(1.國核華清(北京)核電技術研發中心有限公司,北京102200;2.清華大學核能與新能源技術研究,北京 100084)

熔融物堆內滯留是先進反應堆中十分重要的嚴重事故緩解措施之一。壓力容器下封頭外部冷卻(Exter nal Reactor Vessel Cooling,ERVC)是實現堆內熔融物滯留的有效方式[1-4]。對于CAP1400核電站,在嚴重事故工況下,如圖1所示,安全殼內置換料水箱的水排放至堆腔,淹沒壓力容器,水通過保溫層底部入口進入壓力容器外壁面和壓力容器保溫層之間的流道,帶走壓力容器下封頭內的堆芯熔融物衰變熱,當熔融物作用于壓力容器下封頭的熱流密度小于壓力容器外壁面對應位置處的臨界熱通量時,就可保證壓力容器外表面維持低溫、具有承壓和承重等能力,維持壓力容器的完整性,實現熔融物壓力容器內滯留。因此臨界熱通量決定了ERVC的冷卻能力限制,與壓力容器完整性息息相關。

針對策略有效性的評估已開展過較多試驗研究,如ULPU系列試驗[5-6]、SULTAN試驗[7]、SBLB試驗[8-9]等。相關研究結果揭示了特定條件下壓力容器下封頭外壁面CHF的變化規律,也為相應堆型IVR措施的驗證提供了數據支撐。但上述研究并未完全反應實際IVR-ERVC工況下加熱表面材料及冷卻介質水化學特性等因素對CHF的影響。此外,CAP1400由于熔融池熱流密度增加,壓力容器尺寸與保溫層流道結構較AP1000也有所不同。因此需要針對CAP1400IVRERVC策略中的臨界熱通量重新開展試驗研究。針對CAP1400熔融物堆內滯留 (IVR)中提高臨界熱通量關鍵因素開展了試驗研究,本論文主要對試驗裝置的設計特點、主要技術參數和試驗結果進行介紹。

圖1 熔融物堆內滯留 (IVR)系統示意圖Fig.1 Schematic of In-vessel retention strategy

1 提高臨界熱通量關鍵因素試驗裝置

提高臨界熱通量關鍵因素試驗裝置首次實現了采用壓力容器表面真實材料SA508Ⅲ鋼作為加熱段的大型工程性ERVC-CHF試驗,試驗工質采用了去離子水、自來水以及包絡核電廠嚴重事故工況下的真實化學水溶液,試驗的最大熱流密度為2.4 MW/m2,可用于開展CAP1400 IVRERVC關鍵影響因素試驗研究和工程性試驗驗證[10-12]。

熱通量試驗裝置如圖2所示,該裝置以CAP1400 IVR系統原型為參照,建立了二維全尺寸、全堆腔液位高度試驗平臺。試驗系統包括主回路系統和輔助系統。主回路系統是整個試驗系統的核心,包括預熱水箱、試驗本體、循環泵以及高位水箱等組成。輔助系統由冷卻與冷凝系統、預加熱系統、供水配藥系統、測量與控制系統等組成。試驗本體是主回路系統的核心設備如圖3所示,采用二維切片式設計,由加熱塊、流道側板、流道底板形成試驗流道,模擬反應堆壓力容器外表面與保溫層之間的流道間隙。試驗段采用了壓力容器下封頭全角度的1/3(即30°)的弧形試驗段代替全角度試驗段,通過旋轉,可實現0°～90°各角度的CHF測試,為保證試驗段測點位置處的含氣率、主流過冷度與原型相同,在試驗段前增加有預熱段,對上游進行加熱。

圖2 FIRM試驗裝置Fig.2 Sche matic diagra m of FIRM facility

為了研究壓力容器真實表面材料對CHF的影響,在FIRM試驗臺架中采用了紫銅-SA508 Gr3.Cl.1鋼復合材料制成的試驗段加熱塊如圖4所示。由于鋼的熱阻較常用的加熱塊材料 (如銅或鋁等)高,實現真實表面材料的模擬是最困難的技術難點之一,特別是對于高熱流密度的試驗段設計,本研究通過爆炸焊接工藝獲得,其中鋼層厚度為2.5 mm。在FIRM試驗臺架中,堆芯熔融物衰變熱由加熱塊中的鎧裝加熱棒提供的熱量模擬。試驗段共安裝有340根鎧裝加熱棒,能為加熱表面提供最高可達2.4 MW/m2的熱流密度。加熱塊共分為29個獨立的加熱區,其中10個為備用加熱區,以模擬熔池熱流密度形狀分布。為監測加熱塊表面的CHF行為,試驗段加熱塊表面附近安裝有兩排熱電偶,其中第1排距離換熱面5 mm,每根熱電偶間隔3°;第2排距離換熱面12 mm,每根熱電偶間隔1°。具體試驗設計參數見表1所示。

圖3 試驗段本體結構圖Fig.3 Schematic diagra m of test section

圖4 試驗段加熱塊照片Fig.4 Image of heating block of test section

表1 試驗臺架主要參數Table 1 Main design parameters of experi ment

續表

2 試驗結果與討論

提高臨界熱通量關鍵因素試驗圍繞CAP1400實現IVR的壓力容器外部冷卻技術,設計、建立二維切片形式的試驗臺架,通過試驗來分析水化學特性和壓力容器外表面特性等關鍵因素對ERVC過程沸騰換熱及CHF特性的影響規律,以充分挖掘ERVC過程傳熱能力的潛力,為相關的安全評審提供技術支持。研究的關鍵參數主要包括材料表面特性、冷卻介質水化學特性和關鍵流動參數 (如流量和過冷度),具體試驗工況矩陣見表2。

表2 試驗工況Table 2 Experi ment conditions

圖5對比分析了在去離子水工況條件下不同表面材料對ERVC過程沸騰換熱CHF的影響,相比于銅 (ULPU-Ⅲ)表面,本試驗SA508 Gr.3 Cl.1鋼作為表面材料能夠顯著提高CHF,尤其在高角度 (81°)即可能存在熱聚焦效應的位置,真實表面材料下的CHF較銅提高了32.1%。通過試驗結束后對試驗段加熱表面的觀察和測試,解釋了CHF值的增大與加熱后表面材料狀態改變有關。在去離子水試驗工質條件下,真實材料 (SA508 Gr.3 Cl.1鋼)作為加熱面的表面會產生黑色的氧化物-Fe4O3,其作為磁性納米顆粒對于表面CHF有顯著增強效應。

圖5 表面材料對CHF的影響Fig.5 Influence of surface material on CHF

圖6分析了在高極角 (81°)的位置,去離子水工況條件下,流量和過冷度分別對CHF的影響。可以看出流量和過冷度均會對CHF產生影響。由圖6(a)可見,流量從30 t/h提高至60 t/h,臨界熱流密度從約1.61 MW/m2提高到約1.76 MW/m2。圖6(b)表明過冷度對CHF也有較為明顯的影響,過冷度從12°提升至21°,可使臨界熱流密度值越高從約1.66 MW/m2提高到約1.81 MW/m2。

圖6 流動參數對CHF的影響Fig.6 Influence of flow para meters on CHF

圖7分析了水化學特性對CHF的影響規律。根據已有研究表明,下封頭高角度區域是IVR措施熱工裕量相對較低的位置,該區域的CHF更值得關注,因此選取81°位置進行化學水CHF變化規律分析?；瘜W溶液濃度為0表示去離子水試驗結果,從圖7(a)可以看出相比去離子水工況,隨硼酸濃度增大,CHF略有降低,這一變化趨勢與Lee[13]等人相同。在一定硼酸濃度(2500 mg/L)下,CHF值對流量變化并不敏感,這與去離子水工況的試驗結果有所不同。從圖7(b)可以看出,相比去離子水工況,隨磷酸三鈉(TSP)濃度的增大,CHF首先略有增加,當TSP濃度較高時,CHF略有降低。圖7(c)表示混合溶液硼酸和磷酸三鈉對CHF的影響規律,保持硼酸濃度2400 mg/L條件下,改變磷酸三鈉濃度,形成不同濃度組合的混合溶液,可以看出在TSP濃度較低時,混合溶液的CHF得到強化,隨著TSP濃度增加而增大,而對于磷酸三鈉濃度為3500 mg/L的混合溶液,其CHF值相比去離子水反而有所降低。

圖7 水化學對CHF的影響規律Fig.7 Influence of che mical additives on CHF

3 結 論

為了研究CAP1400核電熔融物堆內滯留(IVR)嚴重事故緩解措施的有效性,以及流量、水化學等因素對于壓力容器下封頭外部臨界熱通量的影響。本研究設計并搭建了使用真實表面材料的研究反應堆壓力容器下封頭ERVC-CHF試驗平臺 (FIRM)。在FIRM試驗臺架上首次獲得了使用真實壓力容器表面材料情況下的下封頭臨界熱流密度值 (CHF),研究冷卻介質流量、入口過冷度,水化學特性等關鍵參數對于臨界熱流密度 (CHF)的影響規律。試驗結果可用于CAP1400 IVR-ERVC措施相關的熱工安全裕度分析與驗證,為相關的安全評審提供了技術支持。